ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007

dokumen-dokumen yang mirip
PREDIKSI DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

ANALISIS DOSIS PEMBATAS UNTUK PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI.

PENGENDALIAN PERSONEL DI PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG TAHUN 2005

EVALUASI DOSIS EKIVALENT SELURUH TUBUH (DEST) PEKERJA RADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2010

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

EVALUASI DOSIS RADIASI EKSTERNAL PEKERJA PUSAT RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA ( PRR )

Paparan radiasi dari pekerja radiasi sejak tahun berdasarkan kriteria dan lama kerja

EVALUASI PAPARAN RADIASI TERHADAP DOSIS EKSTERNA YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI DI IEBE TAHUN 2008

PENGUKURAN DOSIMETER PERORANGAN PEKERJA RADIASI PUSAT REAKTOR SERBA GUNA TAHUN Yanni Andriani, Elfida Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

PENGUKURAN TINGKAT KONTAMINASI PERMUKAAN MESIN BUSUR LISTRIK PASCA PELEBURAN LOGAM U-Zr

PEMANTAUAN DOSIS RADIASI INTERNAL DENGAN WBC UNTUK PEKERJA PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SERPONG TAHUN 2012

PENELITIAN DAN NUKLIR ABSTRAK PEKERJA BKTPB 1,27. msv. BEM. merupakan. tahun. ABSTRACTT. for radiation. carried out. on radiation.

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMAN BAKAR EKSPERIMENTAL TAHUN 2011

KOMPARASI PERHITUNGAN DOSIS RADIASI INTERNA PEKERJA PPTN SERPONG BERDASARKAN ICRP 30 TERHADAP ICRP 68

PEMANTAUAN PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA DAN INTERNA DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2012

TINJAUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL TERHADAP PEKERJA DALAM PERBAIKAN DETEKTOR NEUTRON JKT03 CX 821 DI RSG-GAS

Widyanuklida, Vol. 15 No. 1, November 2015: ISSN

BAB 2 TINJAUAN PUSTAKA

PENGUKURAN DAN EVALUASI KESELAMATAN TERHADAP BAHAYA RADIASI EKSTERNA DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA

MONITORING DOSIS DAN KESEHATAN PEKERJA PPTN SERPONG TAHUN 2006

BAB 1 PENDAHULUAN. Universitas Sumatera Utara

PEMANTAUAN DOSIS INTERNA PEKERJA RADIASI DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2009

KAJIAN TERHADAP IMPLEMENTASI PROGRAM PROTEKSI RADIASI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

KAJIAN KESELAMATAN PADA PROSES PRODUKSI ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK REAKTOR RISET

PEMANTAUAN DOSIS PERORANGAN DI PUSAT TEKNOLOGI NUKLIR BAHAN DAN RADIOMETRI - BATAN BANDUNG

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LINGKUNGAN DI PUSAT PENGEMBANGAN GEOLOGI NUKLIR TAHUN 2011

SISTEM MANAJEMEN DOSIS PADA PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF DENGAN KENDARAAN DARAT

KAJIAN BAKU TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI LINGKUNGAN UNTUK CALON PLTN AP1000

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

BAB V Ketentuan Proteksi Radiasi

PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 63 TAHUN 2000 TENTANG KESELAMATAN DAN KESEHATAN TERHADAP PEMANFAATAN RADIASI PENGION

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 4 TAHUN 2013 TENTANG PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM PEMANFAATAN TENAGA NUKLIR

ESTIMASI KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN DOSIS PERORANGAN MENGGUNAKAN THERMOLUMINISENCE DOSIMETER (TLD)

PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI DAN KESELAMATAN KAWASAN NUKLIR SERPONG TAHUN 2009

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

EVALUASI ASPEK KESELAMATAN KEGIATAN METALOGRAFI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

BAB I PENDAHULUAN. masyarakat sangat di pengaruhi oleh upaya pembangunan dan kondisi lingkungan

PENGUKURAN LAJU DOSIS PAPARAN RADIASI EKSTERNAL DI AREA RADIOTERAPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Diterima: 6 Juni 2016 Layak Terbit: 25 Juli 2016

PENENTUAN DOSIS RADIASI EKSTERNAL PADA PEKERJA RADIASI DI RUANG PENYINARAN UNIT RADIOTERAPI RUMAH SAKIT DR.KARIADI SEMARANG

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

EVALUASI KESIAPSIAGAAN NUKLIR DI INSTALASI RADIOMETALURGI BERDASARKAN PERKA BAPETEN NOMOR 1 TAHUN 2010

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAN KONTAMINASI DI DALAM HOTCELL 101 INSTALASI RADIOMETALURGI

KAJIAN DAMPAK PENERAPAN BSS-115 DI FASILITAS RADIOTERAPI DAN INDUSTRI DI INDONESIA

DEKONTAMINASI MESIN BUSUR LISTRIK CENTORR FURNACES DI HR-16 IEBE PTBN

PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI DAERAH KERJA IEBE DAN IRM TAHUN 2009

STUDI KESELARASAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR TINGKAT FASILITAS/ INSTALASI NUKLIR PTBN TERHADAP PERKA BAPETEN NO.1 TAHUN 2010

FUNGSI PROGRAM PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM PEMANFAATAN TENAGA NUKLIR

KEDARURATAN NUKLIR DI INDONESIA DAN PENANGGULANGANNYA

ANALISIS DOSIS YANG DITERIMA PASIEN PADA PEMERIKSAAN RENOGRAF

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

PENDAHULUAN. A. Latar Belakang. tindakan tertentu, maupun terapetik. Di antara prosedur-prosedur tersebut, ada

DEKONTAMINASI MIKROSKOP OPTIK HOTCELL 107 INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN CARA KERING

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 33 TAHUN 2007 TENTANG KESELAMATAN RADIASI PENGION DAN KEAMANAN SUMBER RADIOAKTIF

PENERAPAN KOEFISIEN KOREKSI ELEMEN KARTU THERMOLUMINISENCE (TLD) UNTUK PERHITUNGAN DOSIS EKSTERNA

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

KALIBRASI EFISIENSI α/β COUNTER UNTUK ANALISIS RADIONUKLIDA PEMANCAR BETA DALAM CONTOH URIN

PREDIKSI DOSIS EKIV ALENT SELURUH TUBUH PEKERJA RADIASI INST ALASI RADIOMET ALURGI BERDASARKAN ICRP 60

PENGELOLAAN PERLENGKAPAN KESELAMATAN RADIASI DAN PENGENDALIAN AKSES LABORATORIUM DI IEBE

PENGUKURAN DOSIS PAPARAN RADIASI DI AREA RUANG CT SCAN DAN FLUOROSKOPI RSUD DR. SAIFUL ANWAR MALANG. Novita Rosyida

ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN

Bab 2. Nilai Batas Dosis

DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE)

PENYUSUNAN PROGRAM KESIAPSIAGAAN NUKLIR INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

SISTEM MANAJEMEN KESELAMATAN RADIASI

PROSEDUR PENANGGULANGAN KEDARURATAN NUKLIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR

BERITA NEGARA REPUBLIK INDONESIA

Dasar Proteksi Radiasi

PEDOMAN TEKNIS PENYUSUNAN TINGKAT PANDUAN PAPARAN MEDIK ATAU DIAGNOSTIC REFERENCE LEVEL (DRL) NASIONAL

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008

UJI STATISTIK PENERIMAAN DOSIS EKSTERNA PADA PEKERJA RADIASI PATIR BATAN PERIODE 2004 s.d 2008

PENGEMBANGAN PENGENDALIAN PROTEKSI RADIASI DAERAH KERJA, PERSONIL DAN LINGKUNGAN DI PTLR

KAJIAN PENERIMAAN OOSIS RADlASI EKSTERNA PEKERJA RADlASI PRSG-BATAN SERPONG. Sunarningsih, Mashudi, A.Lilik W, Yosep S.

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 7 TAHUN 2013 TENTANG NILAI BATAS RADIOAKTIVITAS LINGKUNGAN DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

KAJIAN ASPEK KESELAMATAN DALAM PENANGANAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI EKSTERNA BERLEBIH DI PRR

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 33 TAHUN 2007 TENTANG KESELAMATAN RADIASI PENGION DAN KEAMANAN SUMBER RADIOAKTIF

IMPLEMENTASI SK. BAPETEN NOMOR : 01/KA-BAPETEN/V 1999, TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN KERJA TERHADAP RADIASI DI INSTALASI NUKLIR.

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

HUKUM KETENAGANUKLIRAN; Tinjauan dari Aspek Keselamatan dan Kesehatan Kerja, oleh Eri Hiswara Hak Cipta 2014 pada penulis

PERHITUNGAN NILAI SETTING ALARM ALPHA BETA AEROSOL MONITOR DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 63 TAHUN 2000 TENTANG KESELAMATAN DAN KESEHATAN TERHADAP PEMANFAATAN RADIASI PENGION

BAB V KETENTUAN KESELAMATAN RADIASI

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 33 TAHUN 2007 TENTANG KESELAMATAN RADIASI PENGION DAN KEAMANAN SUMBER RADIOAKTIF

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

KAJIAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI EKSTERNA MELEBIHI BATAS YANG DITENTUKAN.

KAJIAN PENERAPAN BUDAYA KESELAMATAN DI IEBE

OPERASIONAL SISTEM PEMANTAUAN RADIASI SECARA REALTIME DI DAERAH KERJA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

HUBUNGAN ANTARA PERILAKU K3 DAN DOSIS RADIASI PEKERJA DI PUSAT TEKNOLOGI RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA (PTRR) BATAN SERPONG

PRARANCANGAN PEMANTAUAN RADIASI DAN KONTAMINASI UDARA DI RUANG KERJA KOMPAKSI DI IPLR

PEMANTAUAN KONTAMINASI DAN DEKONTAMINASI ALAT POTONG ACCUTOM DI LABORATORIUM KENDALI KUALITAS HR-22 IEBE PTBN

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

PENANGANAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH PASCA PENGGANTIAN HEPA FILTER DI IRM

TINJAUAN PROGRAM PROTEKSI DAN KESELAMATAN RADIASI DALAM FRZR

Transkripsi:

ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP NO.33/2007 Budi Prayitno (1) dan Suliyanto (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir- BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerangl ABSTRAK ANALISIS DOSIS RADIASI PEKERJA RADIASI IEBE BERDASARKAN KETENTUAN ICRP 60/1990 DAN PP No. 33/2007. Analisis dosis radiasi Pekerja Radiasi IEBE berdasarkan ketentuan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 telah dilakukan. Nilai batas dosis yang berlaku sekarang sebesar msv/tahun, berdasarkan ketentuan BAPETEN No.: 01/Ka-BAPETEN/V-99. Sedangkan ketentuan International Commission On Radiological Protection (ICRP) 60/1990 dan PP No. 33/2007 ditetapkan sebesar 20 msv/tahun. Tujuan dari analisis adalah untuk mengetahui dosis radiasi pekerja radiasi IEBE, apakah memenuhi ketentuan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007. Metoda yang dilakukan dengan mengevaluasi dosis radiasi (dosis eksterna ditambah interna) atau Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) tertinggi setiap tahun, sejak tahun 1991 sampai 2007. DEST tertinggi yang diterima pekerja radiasi IEBE terdapat pada tahun 2003 sebesar 1,67 msv atau 3,34 % dari ketentuan BAPETEN nomor 01/Ka-BAPETEN/V-99. Apabila DEST tertinggi tersebut ditambah dengan perkiraan dosis medik (0,25 msv/tahun), diperoleh dosis radiasi sebesar 1,92 msv/tahun atau 9,60 % dari ketentuan ICRP 60/1900 dan PP no. 33/2007. Dengan demikian apabila terbit ketentuan baru menggantikan ketentuan BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 dan mengacu pada ketentuan ICRP 60/1990 dan PP no. 33/2007, IEBE siap mengimplementasikan nilai batas dosis sebesar 20 msv/tahun. Kata kunci : pekerja radiasi, dosis radiasi, analisis. ABSTRACT ANALYSIS OF RADIATION DOSE TO RADIATION WORKER IN IEBE ACCORDING TO RULE OF ICRP 60/1990 AND PP NO. 33/2007. Analysis of radiation dose to radiation worker in IEBE have been done. Value limit of radiation dose in this time equal to msv/year, according to rule of BAPETEN No.: 01/Ka-BAPETEN/V-99. While rule of International Commission On Radiological Protection (ICRP) 60/1990 and PP No. 33/2007 equal to 20 msv/year. Purpose of analysis is to know the radiation dose to radiation worker in IEBE, whether according to rule of ICRP 60/1990 and PP no. 33/2007. Method conducted with evaluating of radiation dose (external added internal dose) or Equivalent Dose of Whole Body (DEST) every year, since 1991 until 2007. The highest DEST to radiation worker in IEBE on year 2003 equal to 1,67 msv or 3,34 % from rule of BAPETEN no.: 01/Ka-BAPETEN/V-99. If the highest of DEST added with the estimate of medical dose (0,25 msv/year), obtained radiation dose equal to 1,92 msv/year or 9,60 % from rule of ICRP 60/1900 and PP no. 33/2007. Thereby if published a new rule replace the rule of BAPETEN number: 01/Ka- BAPETEN/V-99 and relate to rule of ICRP 60/1990 and PP no. 33/2007, IEBE ready to implementation value limit of radiation dose equal to 20 msv/year. Keywords : radiation worker, radiation dose, analysis. 26

ISSN 0852-4777 Analilsis Dosisi Radiasi Pekerja Radiasi IEBE Berdasarkan Ketentuan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 (Budi Prayitno dan Suliyanto) PENDAHULUAN Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) merupakan salah satu fasilitas laboratorium yang dibangun di Kawasan PUSPIPTEK Serpong dan mempunyai dua fungsi pokok yaitu : memproses yellow cake menjadi serbuk UO 2 nuclear grade, dan memproduksi elemen bakar reaktor air berat (HWR) jenis CIRENE dengan menggunakan bahan baku utama uranium pengkayaan rendah [1]. Untuk mendukung Pusat Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) IEBE akan dikembangkan untuk memproduksi elemen bakar reaktor daya. Disain IEBE mampu menggunakan uranium diperkaya hingga 5 %. Dalam penggunaan Uranium ini dimungkinan pekerja radiasi terkena bahaya radiasi dan kontaminasi, namun demikian batasan dosis paparan untuk seluruh tubuh atau dikenal dengan Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) tidak boleh melebihi msv/tahun [2]. Nilai batas dosis yang telah ditetapkan oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-1999, tentang Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi mencakup dosis radiasi eksterna dan dosis radiasi interna dan tidak termasuk dosis paparan dari alam [2]. Besarnya nilai batas dosis berdasarkan keputusan Kepala BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 adalah sebesar msv/tahun. Sementara berdasarkan peraturan International Atomic Energy Agency (IAEA) yang mengacu kepada International Commission On Radiological Protection (ICRP) 60/1990, ditetapkan sebesar 20 msv/tahun, dan telah dituangkan dalam Peraturan Pemerintah No. 33 Tahun 2007 tentang keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif. Berdasarkan Peraturan Pemerintah (PP) No. 33/2007 pasal Pasal 23 [3] : beberapa aturan disempurnakan diantaranya yang berhubungan dengan nilai batas dosis. Sebagai contoh : paparan kerja, paparan medik, paparan masyarakat, paparan darurat dan paparan dari alam. Selanjutnya ketentuan mengenai Peraturan Pemerintah No. 33/2007 tersebut akan diatur dengan keputusan kepala BAPETEN. Pengaturan dosis radiasi yang diterima pekerja radiasi ke depan akan mengacu kepada ICRP 60/1990 atau Peraturan Pemerintah No. 33/2007 tentang Keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber radioaktif, yaitu sebesar 20 msv/tahun, termasuk dosis medik serta paparan yang berasal dari alam. Analisis dosis radiasi pekerja radiasi IEBE perlu dilakukan dengn tujuan untuk mengantisipasi kemungkinan implementasi ketentuan ICRP 60/1990 atau PP no. 33/2007 tersebut. Metoda yang dilakukan dengan mengevaluasi Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) tertinggi dan dosis radiasi interna (dosis medik) tahun 1991 sampai 2007. Tujuan evaluasi adalah untuk melihat dosis radiasi pekerja radiasi IEBE berdasrkan ketentuan ICRP 60/1990 dan PP no. 33/2007 tersebut dapat terpenuhi. TEORI Pengaturan DEST untuk pekerja radiasi di Indonesia hingga saat ini masih mengacu pada ICRP 26, yaitu DEST pekerja radiasi ditentukan sebesar msv/tahun dan tidak termasuk dosis untuk keperluan medik serta paparan dari alam (sesuai dengan SK Kepala BAPETEN no. 01/KA-BAPETEN/V- 1999 tentang Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi). Ketentuan tentang DEST ini dimaksudkan untuk mengatur dengan lebih tegas nilai penyinaran dan dosis radiasi tertinggi yang dapat diterima oleh pekerja radiasi didasarkan pada jumlah dosis yang berasal dari radiasi eksterna dan radiasi interna. Ketentuan Tentang Nilai Batas Dosis: Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan International Commission Radiation Protection (ICRP) 26 tahun 1977, telah diacu di Indonesia (Tabel 1)..Nilai Batas Dosis (NBD)) untuk personel 27

berdasarkan International Commission Radiation Protection (ICRP) 60 tahun 1990, belum di acu di Indonesia (Tabel 2). Nilai Batas Dosis (NBD) yang berlaku saat ini di Indonesia : Ditetapkan berdasarkan Surat Keputusan Kepala BAPETEN No. 01/Ka-BAPETEN/V- 1999. Didasarkan atas rekomendasi International Commission on Radiological Protection (ICRP) No. 26 tahun 1977 dan Safety Series IAEA No. 9 tahun 1983. Berasal dari radiasi eksterna dan radiasi interna, tetapi tidak termasuk dosis medik Untuk pemeriksaan medik belum ada standar resmi dari BAPETEN berapa dosis yang diterima saat melakukan pemeriksaan kesehatan dengan menggunakan sinar-x. Menurut kedokteran nuklir BATAN, dosis saat pemeriksaan kesehatan untuk thorax (dada) dengan sinar-x adalah sebesar 0,25 msv. Menurut standar IAEA dosis yang diterima saat pemeriksaan kesehatan dengan sinar-x ditampilkan pada Tabel 3. Untuk kepentingan proteksi radiasi data yang dipakai adalah data dari kedokteran nuklir BATAN, yaitu untuk pemeriksaan thorax (dada) sebesar 0,25 msv. Hal ini mengingat dalam penentuan DEST akan lebih aman jika ditentukan nilainya lebih tinggi dari yang sebenarnya jika dibandingkan dengan nilai DEST ternyata lebih rendah dari nilai sebenarnya. dan paparan dari alam. Tabel 1. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan ICRP 26 tahun 1977 [4] Batasan A. Penyinaran terhadap seluruh tubuh (untuk Efek Stokastik ) 1. Seluruh tubuh 2. Wanita hamil 3. Janin B. Penyinaran lokal ( untuk efek Non Stokastik / deterministic ) 1.Rata-rata untuk setiap organ 2. Lensa mata 3. Kulit 4. Tangan, lengan, kaki Pekerja radiasi ( msv ) 15 10 0 1 0 0 Masyarakat ( msv ) 5 - - 15 28

ISSN 0852-4777 Analilsis Dosisi Radiasi Pekerja Radiasi IEBE Berdasarkan Ketentuan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 (Budi Prayitno dan Suliyanto) Tabel 2. Nilai Batas Dosis (NBD) untuk personel berdasarkan ICRP 60 tahun 1990 [5] Untuk Personil Pekerja Radiasi Masyarakat. Nilai Batas Dosis (NBD) 20 msv/tahun secara rata-rata selama 5 tahun Penerimaan maksimum setahun msv dengan memperhitungkan penerimaan dosis di tahun berikutnya. Untuk lensa mata 1 msv/tahun Untuk tangan, kaki, kulit 0mSv/tahun 1 msv/tahun Untuk kondisi khusus boleh 5 msv/tahun asal rata-rata selama 5 tahun adalah 1 msv / tahun 15 msv/tahun untuk lensa mata 5 msv/tahun untuk kaki, tangan, kulit Menurut standar IAEA, dosis yang diterima saat pemeriksaan kesehatan dengan sinar-x ditampilkan pada Tabel 3. Hal ini dilakukan, mengingat dalam penentuan dosis radiasi akan lebih aman jika ditentukan nilainya lebih tinggi dari yang sebenarnya. Tabel 3. Dosis yang diterima saat pemeriksaan kesehatan dengan sinar-x [6] Jenis Pemeriksaan Dosis X ray Computed omography Dose Kepala 0,07 2 Gigi < 0,1 - Thorax/Dada 0,1 10 perut 0,5 10 Tulang panggul 0,8 10 Tulang belakang 2 5 Tulang bagian bawah 6 - Tungkai dan lengan 0,06 - TATA KERJA Untuk mengimplementasikan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 terhadap dosis radiasi Pekerja Radiasi di IEBE, perlu dilakukan analisis data DEST (eksterna dan interna) yang diterima pekerja radiasi di IEBE sejak tahun 1993 sampai tahun 2007. Dari data tersebut, dilihat berapa DEST tertinggi yang diterima pekerja radiasi dalam satu tahun. Dari DEST tertinggi tersebut diambil yang terbesar, kemudian ditambahkan perkiraan dosis medik yang diterima pekerja radiasi tersebut. Untuk mengetahui nilai DEST ini pekerja radiasi saat bekerja dilengkapi dengan TLD. Pembacaan TLD yang dipakai oleh Pekerja Radiasi PTBN dilakukan oleh Pusat Teknologi Limbah Radioatif. Jenis TLD yang dipakai ialah jenis TLD HP(10) berkemampuan merekam radiasi β dan dengan daya tembus sinar γ setebal 10 mm dari permukaan kulit. Dosis radiasi β 29

dan dengan daya tembus sinar γ setebal 10 mm dari permukaan kulit. Dosis radiasi merek Harshaw. Langkah-langkah pembacaannya sebagai berikut [7] : TLD yang telah habis masa pakainya dikirim ke PTLR Film TLD tersebut dikeluarkan dari bingkai TLD Film TLD dimasukkan ke dalam holder bacaan alat Harshaw model 6600, dengan bantuan perangkat lunak WinREMS, hasil pembacaan TLD akan dikonversi menjadi satuan dosis dengan persamaan berikut [2] : B Ecc Bo Ecco nanocoulomb D...(1) RCF dengan : D = dosis perorangan dalam satuan msv/ jangka waktu perioda TLD. B = bacaan elemen TLD dari kartu TLD yang digunakan dalam satuan nano Coulomb. Ecc = faktor Koreksi elemen TLD yang digunakan. Ecco = faktor Koreksi elemen TLD blanko yang digunakan. Bo = bacaan elemen TLD dari TLD blank, dalam satuan nano Coulomb. RCF = faktor kalibrasi Reader, dalam satuan nano Coulomb/mSv. Hasil bacaan TLD ditampilkan pada layar monitor, dalam satuan msv. Lakukan evaluasi dosis radiasi tertinggi per tahun. HASIL DAN PEMBAHASAN Pemantauan DEST sejak tahun 1991 sampai tahun 2007, DEST tertinggi terjadi pada tahun 2003 sebesar 1,67 msv/tahun. Data lengkap nilai DEST pekerja radiasi IEBE ini dapat dilihat pada Tabel 4. Pada Tabel 4 ini hanya berasal dari dosis radiasi eksterna, sedangkan dosis radiasi interna sampai dengan tahun 2007 tidak terdeteksi adanya radionuklida sehingga diangap nol. Nilai batas dosis ini jauh di bawah msv/tahun atau 3,34 % dari ketentuan BAPETEN No.: 01/Ka- BAPETEN/V-99 dan ICRP 26/1977. Apabila mengacu kepada aturan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 (20 msv/tahun), DEST tersebut ditambah dengan perkiraan dosis medik per-tahun (0,25 msv/tahun), maka dosis radiasi pekerja radiasi IEBE tersebut hanya sebesar 1,92 msv/tahun atau 9,6 %. Berdasarkan perhitungan ini dapat dipastikan apabila BAPETEN nenetapkan nilai batas dosis berdasarkan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 pekerja radiasi di IEBE, diperkirakan tidak akan menerima dosis radiasi melebihi dari 20 msv/tahun. Dari Tabel 4 ini dibuat Gambar 1 yang memperlihatkan grafik DEST terendah, DEST rerata dan DEST tertinggi dari tahun 1991 hingga tahun 2007. Dari Gambar 1 terlihat bahwa DEST tidak terdeteksi terjadi di tahun 2004, tahun 2005, tahun 2006 dan tahun 2007. Dalam pelaporan ke BAPETEN, DEST tak terdeteksi ini dianggap 0. Perlu diketahui bahwa limit deteksi dari alat baca TLD ini di bawah 0,005 msv. Dari bahasan ini, ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 terhadap dosis radiasi pekerja radiasi IEBE siap diimplementasikan, dan tidak perlu dilakukan perubahan desain atau penambahan penahan radiasi. 30

DEST 2007 2006 2005 2004 2003 2002 2001 2000 1999 1998 1997 1996 1995 1994 1993 1992 1991 ISSN 0852-4777 Analilsis Dosisi Radiasi Pekerja Radiasi IEBE Berdasarkan Ketentuan ICRP 60/1990 dan PP No. 33/2007 (Budi Prayitno dan Suliyanto) Tabel 4. Dosis ekivalen seluruh tubuh pekerja radiasi IEBE sejak tahun 1991 sampai 2007 Tahun Jumlah (TLD) DEST terendah DEST rerata DEST tertingi DEST di atas rerata TLD % 1991 34 0.30 0.46 ± 0.09 0.89 13 38.24 1992 49 0.42 0.72 ± 0.11 1.07 27 55.10 1993 56 0.36 0.53 ± 0.05 0.69 25 44.64 1994 56 0.21 0.53 ± 0.05 0.72 29 51.79 1995 54 0.14 0.68 ± 0.18 1.14 17 31.48 1996 59 0.25 0. ± 0.07 1.17 21 35.59 1997 63 0.37 1.00 ± 0.12 1.53 33 52.38 1998 63 0.35 0.79 ± 0.07 1.40 32.79 1999 68 0.15 0.52 ± 0.07 0.77 42 61.76 2000 70 0.39 0.59 ± 0.08 0.94 27 38.57 2001 70 0.19 0.74 ± 0.08 1.02 38 54.29 2002 73 0.17 0.73 ± 0.08 1.28 36 49.32 2003 74 0.27 0.97 ± 0.07 1.67 30 40.54 2004 76 0.00 0.01 ± 0.01 0.62 7 9.21 2005 84 0.00 0.02 ± 0.01 0.56 8 9.52 2006 84 0.00 0.01 ± 0.01 0.18 7 8.33 2007 84 0.00 0.03 ± 0.01 0.35 31 36.90 Dosis Ekivalen Seluruh Tubuh (DEST) Pekerja Radiasi IEBE Tahun 1991-2007 2.00 1.80 DEST terendah DEST rerata DEST tertinggi 1.60 1.40 1.20 1.00 0.80 0.60 0.40 0.20 0.00 Tahun Gambar 1. Dosis ekivalent seluruh tubuh pekerja radiasi IEBE tahun 1991-2007 31

SIMPULAN DEST yang diterima pekerja radiasi IEBE terdapat pada tahun 2003 sebesar 1,67 msv atau 3,34 % dari ketentuan BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99. Apabila DEST ditambah dengan perkiraan dosis medik sebesar 0,25 msv/tahun, diperoleh dosis radiasi sebesar 1,92 msv/tahun atau 9,60 % dari ketentuan ICRP 60/1900 dan PP no. 33/2007. Dengan demikian apabila terbit ketentuan baru menggantikan ketentuan BAPETEN nomor: 01/Ka-BAPETEN/V-99 dan mengacu pada ketentuan ICRP 60/1990 dan PP no. 33/2007, nilai batas dosis 20 msv/tahun siap diimplementasikan di IEBE. Dalam pemberlakuan aturan tersebut di IEBE, tidak perlu merubah desain atau menambah penahan radiasi. DAFTAR PUSTAKA 1. TIM LAPORAN ANALISIS KESELAMAT- AN, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir.: Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (LAK IEBE), revisi 6, tahun 2006 2. ANONIM.: Badan Pengawas Tenaga Nuklir, Ketentuan Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi, BAPETEN nomor : 01/Ka-BAPETEN/V-1999, tahun 1999. 3. ANONIM.: Peraturan Pemerintah No. 33 Tahun 2007, tentang Keselamatan radiasi pengion dan keamanan sumber Radioaktif, tahun 2007. 4. ANONIM.: International Commission On Radiological Protection, ICRP Publication 26, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection,1977 5. ANONIM.: International Commission On Radiological Protection, ICRP publication 60, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection,1990 6. ANONIM.: Radiation, People and The Environment, IAEA. 7. ANONIM.: Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Prosedur Pengelolaan TLD, no. dok. PLR/7/PeD-PE/II/002/03/2006 rev. 3, tahun 2006. 32